Capturing brain‐cognition relationship: Integrating task‐based fMRI across tasks markedly boosts prediction and test‐retest reliability

Capturing individual differences in cognition is central to human neuroscience. Yet our ability to estimate cognitive abilities via brain MRI is still poor in both prediction and reliability. Our study tested if this inability can be improved by integrating MRI signals across the whole brain and across modalities, including task-based functional MRI (tfMRI) of different tasks along with other non-task MRI modalities, such as structural MRI, resting-state functional connectivity. Using the Human Connectome Project (n = 873, 473 females, after quality control), we directly compared predictive models comprising different sets of MRI modalities (e.g., seven tasks vs. non-task modalities). We applied two approaches to integrate multimodal MRI, stacked vs. flat models, and implemented 16 combinations of machine-learning algorithms. The stacked model integrating all modalities via stacking Elastic Net provided the best prediction (r = 0.57), relatively to other models tested, as well as excellent test-retest reliability (ICC=∼.85) in capturing general cognitive abilities. Importantly, compared to the stacked model integrating across non-task modalities (r = 0.27), the stacked model integrating tfMRI across tasks led to significantly higher prediction (r = 0.56) while still providing excellent test-retest reliability (ICC=∼.83). The stacked model integrating tfMRI across tasks was driven by frontal and parietal areas and by tasks that are cognition-related (working-memory, relational processing, and language). This result is consistent with the parieto-frontal integration theory of intelligence. Accordingly, our results contradict the recently popular notion that tfMRI is not reliable enough to capture individual differences in cognition. Instead, our study suggests that tfMRI, when used appropriately (i.e., by drawing information across the whole brain and across tasks and by integrating with other modalities), provides predictive and reliable sources of information for individual differences in cognitive abilities, more so than non-task modalities

Comparative anatomy of large peripheral nerve trunks in boys and girls

The study of the circumference of the median and sciatic nerves in adolescence was conducted. the results of morphometry showed that the circumference of the studied nerves in adolescence is small, which partially explains their traumatism.Проведено исследование размеров окружности срединного и седалищного нервов в юношеском возрасте, результаты морфометрии показали, что размеры окружности изучаемых нервов в юношеском возрасте небольшие, что частично объясняет их травмируемость

On the Strength of Spin-Isospin Transitions in A=28 Nuclei

The relations between the strengths of spin-isospin transition operators extracted from direct nuclear reactions, magnetic scattering of electrons and processes of semi-leptonic weak interactions are discussed.Comment: LaTeX, 8 pages, 1Postscript with figur

Microscopic Calculation of Total Ordinary Muon Capture Rates for Medium - Weight and Heavy Nuclei

Total Ordinary Muon Capture (OMC) rates are calculated on the basis of the Quasiparticle Random Phase Approximation for several spherical nuclei from 90^Zr to 208^Pb. It is shown that total OMC rates calculated with the free value of the axial-vector coupling constant g_A agree well with the experimental data for medium-size nuclei and exceed considerably the experimental rates for heavy nuclei. The sensitivity of theoretical OMC rates to the nuclear residual interactions is discussed.Comment: 27 pages and 3 figure

ОЦЕНКА НАВЕДЕННОЙ АКТИВНОСТИ В ОБЛУЧАЕМЫХ МАТЕРИАЛАХ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА РЕАКТОРА ВВЭР-1200 В РАДИАЦИОННЫХ ТЕХНОЛОГИЯХ И ПУТИ ЕЕ ОСЛАБЛЕНИЯ

Technical ability to use the VVER-1200 spent nuclear fuel as a source of γ-radiation to solve radiation technology problems is substantiated. The technology area for these sources is limited to the problems which do not require large absorbed doses. EGSnrs program is used to determine the absorbed dose in irradiated materials from the spent fuel assemblies (SFA). This program is a computer code system, which forms a versatile package for simulation by Monte Carlo method the bound transfer of electrons and gamma-rays with energy above a few keV. The design of the radiation installation with the irradiator based on the SFA or composed of a number of fuel rods is proposed. The irradiator is located on the bottom of the pool and can be raised above the water level, or remain under its surface, if necessary. This layer of water plays a role of the shield and decreases neutron activation of irradiated material to a safe level. In some cases, boric acid dissolved in water allows reduction of the thickness of the water layer. Results of the evaluation of materials irradiation time and the thickness of the water shield are presented. Обосновывается техническая возможность использования отработавшего ядерного топлива реактора ВВЭР- 1200 в качестве источника гамма-излучения в радиационных технологиях, не требующих больших поглощенных доз. Для определения мощности поглощенной дозы в облучаемых материалах от отработавшей тепловыделяющей сборки (ОТВС) применена программа EGSnrc, представляющая систему компьютерных кодов, которая образует универсальный пакет для моделирования методом Монте-Карло связанного переноса электронов и γ-квантов применительно к энергиям выше нескольких килоэлектронвольт. Предложена конструкция радиационной установки, в которой облучатель на основе ОТВС или составленный из ряда твэлов, находящийся на дне бассейна, для облучения может подниматься как выше уровня воды, так и при необходимости оставаться под ее поверхностью. При этом слой воды между облучателем и облучаемым материалом играет роль экрана, ослабляющего наведенную нейтронную активность до безопасного уровня. В некоторых случаях уменьшить толщину слоя воды позволяет растворенная в воде борная кислота. Представлены результаты оценки времени облучения материалов и толщины экрана.

Study of the relationship between mental tension and risk factors for developing cardiovascular diseases

conducted a study of the influence of mental stress on risk factors for developing cardiovascular diseases, which revealed a statistically significant tendency to worsen blood pressure, heart rate and blood glucose levels after 3-hour fasting with an increase in the level of mental stress in 3rd-year students. The largest part of the subjects with high levels of stress had a bad habit – Smoking.провели исследование влияния психической напряжённости на факторы риска развития сердечно-сосудистых заболеваний, которое выявило статистически достоверную тенденцию к ухудшению показателей артериального давления, частоты сердечных сокращений и уровня глюкозы в крови после 3-часового голодания при увеличении уровня психической напряженности у студентов 3 курса. Наибольшая часть обследуемых с высоким уровнем стресса имели вредную привычку – курение

Предварительный анализ возможности применения РЕМИКС-топлива в реакторах ВВЭР-1200 Белорусской АЭС

The transition from conventional uranium to regenerated fuel, which uses reprocessed spent fuel and enriched natural uranium, improves fuel efficiency and reduces the amount of spent nuclear fuel (SNF). Based on the analysis of published materials concerning mainly the fuel cycles of the VVER-1000 reactor, it was concluded that the most suitable in the conditions of the Republic of Belarus is the use of REMIX fuel. To confirm this conclusion in relation to the VVER-1200 reactors of the Belarusian NPP, computational studies were carried out within the framework of the State program “Scienceintensive technologies and equipment” for 2021–2025, subprogram 3 “Scientific support for the effective and safe operation of the Belarusian nuclear power plant and promising directions for the development of nuclear energy”. The characteristics of a 12-month fuel cycle with multiple recycling (reuse of fuel) according to the REMIX technology with 19.75 % enrichment of added uranium and maintaining the design capacity and duration of the campaign have been obtained. The share of SNF that is not returned to the reactor is 12.8 % (for a cycle with uranium fuel – 100 %); the fraction of waste intended for disposal or long-term storage, respectively, decreases by 8 times, and the specific consumption of natural uranium is reduced from 202 g/(MW·day) for uranium fuel to 159 g/(MW·day) for REMIX fuel. The results obtained can be taken into account when developing a fuel use strategy at the Belarusian NPP.Переход от традиционного уранового к регенерированному топливу, в котором используются переработанное отработавшее топливо и обогащенный природный уран, позволяет повысить эффективность топливоиспользования и снизить объемы отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). На основе анализа опубликованных материалов, касающихся в основном топливных циклов реактора ВВЭР-1000, сделан вывод, что наиболее подходящим в условиях Республики Беларусь является использование РЕМИКС-топлива. Для подтверждения этого вывода по отношению к реакторам ВВЭР-1200 Белорусской АЭС в рамках Государственной программы «Наукоемкие технологии и техника» на 2021–2025 годы подпрограммы 3 «Научное обеспечение эффективной и безопасной работы Белорусской атомной электростанции и перспективных направлений развития атомной энергетики» проведены расчетные исследования. Получены характеристики 12-месячного топливного цикла при многократном рецикле (повторном использовании топлива) по РЕМИКС-технологии при обогащении добавляемого урана 19,75 % и сохранении проектной мощности и длительности кампании. Доля ОЯТ, которая не возвращается в реактор, составляет 12,8 % (для цикла с урановым топливом – 100 %); доля отходов, предназначенных для захоронения или долговременного хранения, соответственно уменьшается в 8 раз, а удельный расход природного урана сокращается с 202 г/(МВт·сут) для уранового топлива до 159 г/(МВт·сут) для РЕМИКС-топлива. Полученные результаты можно учесть при разработке стратегии топливоиспользования на Белорусской АЭС

Оценка технических возможностей использования отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1200 в качестве источника гамма-излучения для радиационно-технологических процессов

Possibility in principle of VVER-1200 spent fuel assemblies utilization as a source of gamma radiation for radiotechnology is grounded. The possibility is revealed because of high burn­up fraction of nuclear fuel in recent power reactors.Обосновывается принципиальная возможность использования отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1200 в качестве источника гамма-излучения для решения задач радиационной технологии. Такая возможность открывается благодаря высокой глубине выгорания ядерного топлива в современных энергетических реакторах

Оценка объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов, образующихся в результате активации конструкционных материалов реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС

The study of the issue of constructing a disposal facility for high-activity radioactive waste in the Republic of Belarus is associated with an assessment of the volume of radioactive waste to be deeply disposed of, generated as a result of the activation of structural materials of the VVER-1200 reactor of the Belarusian NPP. This paper presents the results of computational studies of the formation of solid high-level radioactive waste (HLW) and long-lived intermediate level radioactive waste (ILW-LL) during neutron activation of materials adjacent to the core of the VVER-1200 reactor structures of the Belarusian NPP. The assessment of the volumes of HLW and ILW-LL of activation origin, formed over 60 years of operation of the VVER-1200 reactor, was carried out on the basis of computational studies of the induced activity of structural and shielding materials using reactor and Monte Carlo program codes (SERPENT 2, TVS-M, DYN3D, MCU- PD). As a result of the research, it was found that when neutrons activate materials of the sections of the VVER-1200 reactor structures of the Belarusian NPP adjacent to the core (in the steel structures of the baffle, shaft, surfacing, part of the reactor vessel, structures of the protective tube unit (PTU), the space under the core, in heat insulation materials, rods of absorbing elements (Dy2TiO5)) are formed by HLW and ILW-LL with a total weight of 272,5 tons and a volume of 43 m3 . Calculated studies of the activation of dry protection materials, building concrete, support truss and biological protection showed that these structural elements will not belong to either HLW or ILW-LL.Проработка вопроса о сооружении пункта захоронения радиоактивных отходов высокой активности в Республике Беларусь связана с оценкой объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов, образующихся в результате активации конструкционных материалов реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС. В данной работе представлены результаты расчетных исследований образования твердых высокоактивных радиоактивных отходов (ВАО) и долгоживущих среднеактивных радиоактивных отходов (ДСАО) при нейтронной активации материалов конструкций, прилегающих к активной зоне реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС. Оценка объемов ВАО и ДСАО активационного происхождения, образующихся за 60 лет эксплуатации реактора ВВЭР-1200, выполнена на основании расчетных исследований наведенной активности конструкционных и защитных материалов с использованием реакторных и Монте-Карло программных кодов (SERPENT 2, ТВС-М, DYN3D, MCU-PD). В результате исследований установлено, что при активации нейтронами материалов участков конструкций реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС, близлежащих к активной зоне (в стальных конструкциях выгородки, шахты, наплавки, части корпуса реактора, конструкциях блока защитных труб (БЗТ), пространств под активной зоной, в материалах теплоизоляции, стержней поглощающих элементов (Dy2TiO5)) образуются ВАО и ДСАО общей массой 272,5 т и объемом 43 м3 . Расчетные исследования активации материалов сухой защиты, строительного бетона, опорной фермы и биологической защиты показали, что данные элементы конструкции не будут относиться ни к ВАО, ни к ДСАО

Прогнозная оценка изменения объемов подлежащих глубинному захоронению радиоактивных отходов в активированных реакторных конструкциях в процессе их выдержки после окончательного останова энергоблоков Белорусской АЭС

This paper presents the results of computational studies of the amount of solid high-level and long-lived intermediate level radioactive waste (HLW and ILW-LL) generated during neutron activation of structural materials adjacent to the core of the VVER-1200 reactor of the Belarusian NPP, depending on the time after the final shutdown of the reactor. The assessment of the volumes of HLW and ILW-LL of activation origin, formed over 60 years of operation of the VVER-1200 reactor, was carried out on the basis of computational studies of the induced activity of structural and shielding materials using reactor and Monte Carlo program codes (SERPENT 2, TVS-M, DYN3D, MCU- PD). As a result of calculation studies, it was established that the masses and volumes of activated materials, according to the levels of pollution related to HLW and ILW‑LL, within 10 years after the final shutdown of the VVER-1200 reactor of the Belarusian NPP will be 273 tons and 43 m3 , respectively. In the interval of 30–70 years, the masses and volumes of activated materials of these categories of RW will amount to 262 t and 33 m3 , respectively. From 100 years to 200 years, the masses and volumes of activated materials of these categories of RW will be 118 t and 15 m3 , respectively. Within 10 years after the reactor shutdown, isotopes 55Fe (2.7 years), 60Co (5.27 years), 63Ni (96 years) will make the main contribution to the value of the integral specific activity of the materials of the structures of the fence, shaft, surfacing, reactor vessel, block of protective tubes (BPT), the space under the core, thermal insulation; after 10 years – 63Ni. The main contribution to the value of the integral specific activity of materials of absorbing elements (PEL) with Dy2TiO5 during the entire period of storage will be made by 63Ni.Представлены результаты расчетных исследований количества твердых высокоактивных и долгоживущих среднеактивных радиоактивных отходов (ВАО и ДСАО), образующихся при нейтронной активации материалов конструкций, прилегающих к активной зоне реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС, в зависимости от времени после окончательного останова реактора. Оценка объемов ВАО и ДСАО активационного происхождения, образующихся за 60 лет эксплуатации реактора ВВЭР-1200, выполнена на основании расчетных исследований наведенной активности конструкционных и защитных материалов с использованием реакторных и Монте-Карло программных кодов (SERPENT 2, ТВС-М, DYN3D, MCU-PD). В результате рассчетных исследований установлено, что массы и объемы активированных материалов, по уровням загрязнения относящихся к ВАО и ДСАО, в течение 10 лет после окончательного останова реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС будут составлять соответственно 273 т и 43 м3 . В интервале 30–70 лет выдержки массы и объемы активированных материалов этих категорий РАО составят соответственно 262 т и 33 м3 . При выдержке от 100 до 200 лет массы и объемы активированных материалов этих категорий РАО составят соответственно 118 т и 15 м3 . Основной вклад в величину интегральной удельной активности материалов конструкций выгородки, шахты, наплавки, корпуса реактора, блока защитных труб (БЗТ), пространства под активной зоной, теплоизоляции в течение 10 лет после останова реактора будут вносить изотопы 55Fe (период полураспада 2,7 года), 60Co (5,27 года) и 63Ni (96 лет), а после 10 лет выдержки – 63Ni. Основной вклад в величину интегральной удельной активности материалов поглощающих элементов (ПЭЛ) с Dy2TiO5 в течение всего срока хранения будет вносить 63Ni